ISSN * R. Didiek Herhady dan **Sigit PROSES ULANG BAHAN BAKAR BEKAS CARA BASAH PENDAHULUAN ABSTRAK

ISSN 0852-4777

_{PROSES ULANG BAHAN BAKAR BEKAS CARA BASAH}

-~

-PROSES PENGOLAHAN LIMBAH NUKLIR BEKAS

* R. Didiek Herhady dan **Sigit

ABSTRAK

Reaktor nuk/ir menggunakan bahan bakar nuk/ir baik berbasis uranium (UO2J maupun berbasis laTium (ThO2, campuran ThO2 -UO2J. Se/ama pemakaiannya di dB/am reaktor, bahan bakar tersebut menga/ami reaksi penangkapan neutron yang menghasi/kan bahan bakar baru misa/nya Pu-239, U-233 dan hasi/ be/ah. Bahan bakar pasca pemakaian di reaktor ternyata masih mengandung bahan fisi/ yang sangat berharga sehingga per/u untuk dipungut kemba/i agar dapat dimanfaatkan. Untuk mempero/eh bahan tersebut di/akukan proses ekstraksi dengan menggunakan ekstraktan tertentu dan /ingkungan asam nitrat. Terhadap bahan bakar bekas berbasis uranium di/akukan proses PUREX guna memisahkan U, Pu dan hasi/ be/ah dengan menggunakan ekstraktan Tri-n-butil pospat (TBP), sedangkan terhadap bahan bakar bekas berbasis laTium untuk memisahkan Th, U, Pr dan hasil be/ah dilakukan dengan proses THOR EX. Limbah nuk/ir bekas mengandung hasil be/ah yang memancarkan radiasi tinggi sehingga dapat merusakkan media seke/iling seperti ekstraktan dan rasa air. Kerusakan karena radiasi yang dia/ami TBP mengakibatkan terbentuknya DBP dan MBP, dan kerusakan terhadap asam nitrat berupa penurunan tingkat keasaman. Ke dUB hat tersebut menyebabkan penurunan hasil ekstraksi.

PENDAHULUAN

_{bermanfaat (Sr-90, CS-137)[1-3J. Dengan}

banyaknya unsur yang masih dapat diguna-kan dan cukup berharga, maka diperlukan pengolahan kembali limbah nuklir yang sekaligus untuk menangani limbah radioaktif. Tujuan pengolahan bahan bakar tersebut adalah untuk memungut dan memurnikan kembali sisa U-235, Pu-239 yang terbentuk, dan pemisahan unsur hasil fisi. Bahan fisil yang terambil dari proses ulang selanjutnya

dapat dipakai untuk pembuatan elemen bakar nuklir baru. Pengolahan kembali limbah nuklir bekas dapat dilakukan secara proses basah dan proses kering. Proses basah sudah lebih mapan, sedangkan proses kering saat ini ~ulai dikembangkan di negara maju.

Dalam bahan bakar nuklir terdapat bahan fisil yang dapat mengalami pembelahan jika bereaksi dengan neutron dan bahan tertii (pembiak) yang dapat menghasilkan bahan fisil. Bahan fisil yang digunakan adalah U-233, U-235, Pu-239 dan Pu-241 , sedangkan bahan tertii misalnya U-238, U-239, Th-232 dan Pu-240.[1]

Oi dalam reaktor, bahan bakar mengala-mi beberapa reaksi yaitu reaksi pembelahan inti antara baha.n fisil dengan neutron sehingga dihasilkan energi dan reaksi penangkapan neutron oleh bahan tertii yang mengakibatkan terjadinya reaksi rantai yang mengkibatkan bahan fisil baru dan unsur elemen berat stabil atau tidak stabil terutama isotop U dan Pu (Gambar 1). Akibat reaksi pembelahan terjadilah perubahan komposisi bahan bakar sehingga menurunkan reaktivitasnya dan pad a waktu tei1entu bahan bakar harus diganti.

Bahan bakar bekas setelah pemakaiannya di reaktor masih mengandung unsur-unsur yang sangat berguna misalnya bahan fisil yang belum terbakar (U-235), bahan fisil baru yang terbentuk (Pu-239), unsur hasil belah yang

Pengolahan limbah nuklir bekas dengan cara basah (aqueous) yang banyak dilakukan di instalasi nuklir adalah dengan metoda ekstraksi. Metoda ini sangat selektif, energi yang dibutuhkan sedikit, dapat dila~ukan secara catu maupun sinambung, mudah dikendalikan dari jarak jauh sehingga lebih menjamin keselamatan selama operasi berlangsung, mempunyai efisiensi tinggi dan unsur-unsur dapat diperoleh secara murni.

17

URANIA No. 23-24/Thn. VI/Juli-Oktober 2000

R.

DIDIK HERHADY dun SIGIT Proses Pengolahan Limbah Nuk/ir Hekas

Untuk dapat melakukan ekstraksi, maka bahan bakar di dalam elemen bakar bekas perlu dipisahkan lebih dahulu dari kelongsong, kemudian dilakukan pelarutan dengan asam'

nitrat.

larutan penggaram aluminium nitrat dan asam nitrat.

Proses Purex

Proses ini menggunakan ekstraktan TBP dan larutan penggaram asam nitrat untuk pemungutan dan pemisahan uranium dan plutonium dari unsur-unsur hasil belah. Proses Purex memiliki kelebihan dibanding-kan dengan yang lain yaitu pengurangan volum limbah, fleksibel dalam kondisi proses dan biaya operasi rendah. untuk mengetahui lebih mendalam, maka Proses Purex dibahas secara tersendiri.

Proses pemisahan bahan bakar nuklir tersebut tergantung dari jenis bahan bakar. Bahan bakar nuklir ada dua macam yaitu bahan bakar berbasis uranium (UOv, dan bahan bakar berbasis torium misal (U, Th)O2. ThO2 sehingga cara pengolahannya berbeda. Pad a tulisan ini dibahas cara penanganan limbah nuklir dari ke dua bahan tersebut.

PENGOLAHAN LlMBAH

BAKAR BASIS URANIUM

OARI

BAHAN

PENGOLAHAN LlMBAH NUKLIR DENGAN PROSESPUREX

Pengolahan kembali limbah nuklir dari bahan bakar berbasis uranium dilakukan dengan metoda ekstraksi dengan berbagai jenis pelarut. Proses ekstraksinya ada beberapa macam, misalnya :

Proses PUREX (Plutonium Uranium Recovery by Extraction) merupakan proses yang paling efisien untuk mengolah kembali bahan bakar nuklir bekas pakai dengan basis uranium. Sesuai dengan namanya, proses Purex mempunyai tujuan untuk pengambilan ulang (recovery) secara proses ekstraksi dari bahan bakar berharga uranium dan plutonium dan pemisahannya dari unsur-unsur hasil belah yang terbentuk selama reaktor beroperasi. Proses Purex menggunakan ekstraktan TBP yang diencerkan dalam karbon tetra klorida (CCI4) atau hidrokarbon rantai lurus misalnya kerosen, n-dodekan, n-heksan dsb. Dalam industri biasanya digunakan TBP

30%-kerosen.

Proses Redox

Pada proses ini digunakan pelarut organik metil isobutil keton (hekson) serta larutan penggaram aluminium nitrat yang ditambah-kan dalam fasa air guna memperbaiki pemisahan antara uranium dan plutonium. Proses Redox dilakukan pada suasana acid defiency. Pad a proses tersebut uranium lebih mudah terekstraksi ke fasa organik pada valensi VI, sedangkan plutonium pad a valensi IV.

Proses Purex sebagai bagian dari pengolahan limbah nuklir secara keseluruhan terdiri dari seksi ekstraksi dan stripping (Gambar 2). Pad a tahap awal pengolahan limbah nuklir bekas diawali dengan proses de cladding yaitu pemotongan elemen bakar bekas dan pemisahan bahan bakar dari kelongsong. Bahan bakar uranium ini kemudian dilarutkan dengan HNO3 yang kemudian diatur konsentrasi dan keasaman-nya untuk selanjutnya digunakan sebagai umpan ekstraksi yang berisi uranil nitrat, plutonil nitrat dan hasil belah nitrat dan dialirkan ke dalam suatu kolom ekstraksi pad a Proses Hekson-25

Pada proses ini juga digunakan pelarut hekson dan larutan penggaram aluminium nitrat, tetapi digunakan untuk pemungutan dan pemisahan uranium diperkaya tinggi dengan U-235 20 % dari hasil belah.

Proses TBP-25

Proses ini juga diaplikasikan untuk pemungutan dan pemisahan uranium diperkaya dengan U-235 20 % dari hasil belah, tetapi menggunakan esktraktan Tri-n-butil pospat (TBP) konsentrasi 5 % dan

URANIA No. 23-24/Thn.VI/Juli-Oktober 2000

R. DIDIK HERHADY daD SIGIT _{Proses Pengolahan Limbah Nuk/ir Bekas}

bagian tengah. dari bagian bawah kolom dialirkan TBP 30%-kerosen sebagai fasa organiknya dan dari alas dialirkan asam nitrat sebagai larutan pencuci. Pada ekstraksi ini terjadi pemisahan antara hasil belah (HB) yang terbawa oleh HNO3 pencuci dan U(VI) dan PU(IV) yang terekstrak oleh TBP. Ekstrakran TBP yang mengandung U & Pu kemudian dialirkan ke kolom stripping Pu pada bagian tengah. Pada ujung bawah dialirkan pelarut TBP segar, sedangkan dari alas dialirkan asam nitrat yang mengandung reduktor yang cukup kuat untuk mereduksi Pu(IV) menjadi Pu(III), tetapi tidak cukup kuat untuk mereduksi

U(VI).

mengalami degradasi menjadi DBP (di butil pospat), MBP (mono butil pospat), butil alkohol, butil eter, hidrokarbon dan asam pospat. Jika TBP mengalami radiasi pad a dosis sangat tinggi, maka akan terbentuk polimer yang memiliki sifat seperti asam pospat atau posponat rantai panjang.

Degradasi asam nitrat akibat radiasi

Radiasi yang ditimbulkan oleh hasil belah juga menyebabkan kerusakan pad a asam nitrat yang digunakan pada proses Purex. Hasil degradasi asam nitrat yaitu berupa pemutusan ikatan yang membentuk ion atau radikal bebas H+, OH", H2O, NO, NO2. Ion H+ dapat berubah menjadi radikal be bas Hyang akan menurunkan konsentrasi asam dalam sistem dan memperkecil efisiensi ekstraksi[s.6]. Pada kolom tersebut terjadi pemisahan di

mana Pu masuk ke fasa air, sedangkan uranium tetap dalam fasa organik. Untuk mengambil U dari fasa organik, dilakukan proses stripping. Fasa organik TBP yang mengandung uranium dimasukkan dalam kolom stripping U dari dasar, sedangkan dari atas dialirkan H2O untuk mengambil U dari fasa organik. Fasa organik (TBP) kemudian diregenerasi untuk dapat digunakan kembali. Data mengenai pengolahan limbah nuklir dengan proses Purex dapat dilihat pada Tabel 1 yang berhubungan dengan skema aliran dalam Gambar 2.

Pengaruh radiasi terhadap hasil ekstraksl

Dalam proses Purex, radiasi terhadap TBP dan asam nitrat menyebabkan kerusakan pada TBP dan penurunan keasaman sehingga menimbulkan banyak kerugian misalnya :

daya retensi yang besar dari hasil belah terutama Zr dan Nb dalam fasa organik sehingga memperbesar radioaktivitas fasa organik dan memperkecil faktor dekontaminasi

PENGARUH RADIASI TERHADAP

KEBER-HASILAN EKSTRAKSI _{U dan Pu lebih tertahan dalam fasa} organik sehingga menyulitkan dalam proses stripping

Limbah nuklir yang berupa bahan bakar habis pakai di reaktor masih mengandung unsur-unsur hasil belah yang memancarkan sinar radioaktif dengan tenaga cukup tinggi. Adanya radiasi ini dapat menyebabkan kerusakan baik terhadap TBP-kerosen sebagai fasa organik maupun terhadap HNO3 sebagai larutan pencuci.

pembentukan emulsi antara ke due fasa sehingga menurunkan efisiensi

Pad a proses ekstraksi uranium dari hasil belah rutenium menggunakan pesawat penga-duk pengenap 12 stage dan ekstraktan TBP 30%-kerosen dan asam nitrat sebagai pencuci yang keduanya telah diiradiasi dengan sinar gamma pad a dosis tertentu terlihat bahwa makin tinggi dosis radiasi menyebabkan penurunan keasaman serta faktor dekon-taminasi (FDRu-u) dan rekoveri U (Tabel 2). Degradasi TBP akibat radiasi

Selain radiasi yang berasal dari

unsur-unsur hasil belah, timbulnya panas reaksi serta

hidrolisis oleh asam nitrat, TBP dapat

19

URANIA No. 23-24/Thn.VI/Juli-Oktober 2000

Proses Pengolahan Limbah Nuk/ir Bekas R. DIDIK HERHADY daD SIGIT

Thorex pad a prinsipnya ada 3 proses yaitu ekstraksi, partisi dan stripping (Gambar 3) dan data pengolahannya dapat dilihat pada Tabel 3. Data diperoleh dengan basis 200 kg Th/hari, iradiasi pad a fliks 1013 n/cm2/dt selama 150 hari, lama pendinginan 60 hari, salven TBP 42,5 %-Amsco[4].

Kerusakan asam nitrat yang ditunjukkan dengan penurunan keasaman serta degradasi TBP yang diakibatkan radiasi gamma tidak dikehendaki, karena akan mempengaruhi hasil ekstraksi yang dapat dilihat dari besarnya rekoveri (perolehan kembali) uranium dan faktor dekontaminasi.

Dekontaminasi Th den U-233 dari limbah aktivitas tinggi karena umur pendek Pa-233 merupakan problem tersendiri. Faktor primer yang menentukan disain proses adalah tujuan pemilihan pemisahan produk yang meliputi pemisahan awal protaktinium aktivitas tinggi den hasil fisi dari produk uranium den torium, pemisahan den rekoveri torium dari U-233 serle rekoveri den isolasi U-233. Sesudah peluruhan Pa-233 menjadi U-233, proses selanjutnya adalah rekoveri dari fasa air. Faktor lain yang didasarkan pede kemudahan operasi den teknis adalah penggunaan ekstraktan tunggal TBP 42,5 % dalam pelarut aromatik dalam olefin bebas parafin digunakan sebagai pelarut pede ORNL, sedangkan KAPL menggunanan TBP 30 %. Selain itu aluminium

nitrat digunakan sebagai larutan pad a siklus pemisahan awal.

BAHAN'

PENGOLAHAN LIMBAH BAKAR BASIS TORIUM

OARI

Selain bahan bakar uranium, torium merupakan bahan nuklir bersifat tertii yang dapat diubah menjadi bahan fisil. Torium-232 bila menangkap neutron akan berubah menjadi isotop U-233 yang bersifat fisil. Uranium-233 lebih mudah dipisahkan dari Th-232 secara kimia. Reaksi penangkapan neutron oleh 232 akan menghasilkan Th-233 yang mengalami peluruhan dengan memancarkan sinar [3- (t1/2 = 23,2 menit) menjadi Pa-233 yang juga meluruh memancarkan [3- (t1/2 = 27,4 hari) menjadi U-233.

Pemakaian torium sebagai bahan bakar nuklir harus dicampur dengan bahan fisil lain misalnya U-235 atau Pu-239. Bahan bakar campuran U- Th dapat digunakan pad a reaktor daya maupun reaktor suhu tinggi. Penanganan limbah nuklir bekas dari bahan bakar berbasis torium pada prinsipnya mirip dengan bahan bakar nuklir basis uranium. Namun untuk reaktor suhu tinggi terdapat perbedaan terutama pad a proses pelarutan bahan bakar bek~s. Bahan bakar reaktor suhu tinggi berbentuk partikel yang dilapisi dengan pirokarbon dan SiC yang bersifat stabil. Pengolahan limbah bahan bakar bekas basis torium untuk pemisahan/pemurnian bahan fisil dan tertii menggunakan Proses Thorex yang dirancang berdasarkan teknologi proses kering radioaktif dengan pemisahan seefisien dan seekonomis mung kin. Proses Thorex yang dikembangkan oleh ORNL berlangsung secara proses kontinyu dengan pendinginan relatif

pendek.

Pada pelarutan torium, digunakan katalisator fluor yang dapat mengakibatkan problem korosi pada penampung limbah karena Th akan membentuk kompleks dengan fluor, demikian juga pada rafinat yang mengandung ion fluor yang tidak terkompleks. Aluminium merupakan pengompleks yang baik untuk ion fluor dalam sistem asam dan menjadi lebih efisien dalam sistem basa, atau asam defisit atau aluminium nitrat yang dapat mengurangi korosivitas alat.

Selain proses Thorex, masih ada proses lain yaitu Proses Hekson -U-233 dan Proses Interim-23. Proses Hekson -U-233 dirancang untuk rekoveri dan dekontaminasi U-233. Setelah pelarutan bahan bakar bekas, larutan diatur kondisinya untuk umpan ekstraksi yang dimasukkan pad a bagian tengah kolom. U-233 diekstraksi dengan pelarut hekson. Torium, Pa-233 dan hasil fisi masih berada

pad a fasa air. Torium nitrat berada dalam Pengolahan limbah nuklir dengan proses

R. DIDIK HERHADY clan SIGIT Proses Pengolahan Limbah Nuklir Bekas

umpan dan bertindak sebagai larutan penggaram. Fasa organik mengandung 99,9 % U-233 dialirkan ke dasar kolom striping. Untuk radiasi bahan umur panjang (>100 hari) dan pendinginan pereode pendek «12 bulan), diperlukan siklus dekontaminasi agar Pa-233 meluruh habig, dan fasa air diolah ulang untuk mendapatkan rekoveri U-233 maksimal.

torium. Teknologi pengolahan limbah nuklir dengan proses basah dapat dikembangkan lebih lanjut dengan proses kering untuk mengurangi volum limbah yang terbentuk.

DAFTARPUSTAKA

1

BENEDICT, M., PIGFORD, T.H,,: "Nuclear

Chemical Engineering", Mc. Graw Hill

Book Com pany, New York, 1981,

FOREMAN, C.E" "Nuclear Fuel Repro-cessing", Nuexco-Monthly Report to the Nuclear Industry, No. 286. pp. 29-38,

1992.

Proses Interim-23 seperti juga proses Hekson -U-233 dirancang untuk rekoveri dan dekontaminasi U-233 tetapi dengan menggunakan pelarut TBP 1,5 % dalam pengencer hidrokarbon. Pad a umumnya prinsip yang digunakan dalam proses Purex sarna dengan proses ini. Setelah pelarutan bahan bakar bekas torium, umpan dibuat sesuai dengan kondisi yang diperlukan lalu dimasukkan dalam kolom ekstraksi U-233. Hasil fisi, protaktinium dan torium masih dalam fasa air (rafinat). Larutan AI(NO3)3 digunakan untuk mengambil torium dan hasil fisi dari fasa organik. Ekstrak yang mengandung U- 233 dimasukkan ke dalam kolom striping. Produk fasa air diproses lanjut pad a siklus berikutnya yaitu penukar ion dengan resin Dowex-50. Pelarut bekasnya kemudian diregenerasi agar dapat digunakan kembali.

2

3.

LONG, J.T., : "Engineering for Nuclear

Fuel Reprocessing American Society", La

Grande Park, Tenesse, ORNL, 1978.

4.

STOllER,

S.M.,

RICHARDS,

R.R.,

"Reactor Handbook", vol. II, Reprocessing,

2nd ed., Interscience Publishers, Inc., New

York, 1961.

HART, E.J., "Radiation Chemistry". Vol. I.

Aqueous Media,

Biology,

Dosimetry,

American Chemical Society, Washington,

1968.

5,

HERHADY, R. 0" MASDUKI, B., SUCAHYO, D. H., C. SUPRIYANTO, "Pengaruh TBP-Kerosen dan HNO3 Teriradiasi Gamma Terhadap Rekoveri U dan Faktor Dekontaminasi Ru-U Pad a Ekstraksi Pemisahan Uranium", PPI Litdas Iptek Nuklir, PPNY BATAN, Yogyakarta,

1998

6.

Dari ketiga proses tersebut di atas, Proses Hekson-U-233 dan Interim-23 merupakan pelengkap dari Proses Thorex yaitu untuk memurnikan U-233.

KESIMPULAN

Penulis adalah

*)Pejabat Fungsional Pranata Nuklir dan Stat Pusat Penelitian dan Pengembangan Teknologi Maju

**)Pejabat Peneliti dan Stat Pusat Pen gem bang an Teknologi Bahan Bakar Nuklir dan Daur Ulang, P2TBDU, BAT AN Pengolahan kembali limbah nuklir yang

berupa bahan bakar pasca pemakaian di reaktor telah memberikan hasil yang sangat memuaskan, efisien dan aman terhadap ling kung an karena tidak ada unsur radioaktif edikitpun yang terbuang ke lingkungan.

Proses Purex digunakan dengan hasil yang sangat baik terutama untuk bahan bakar nuklir berbasis uranium, sedangkan proses Thorex memberikan kemapanan dalam pengolahan bahan bakar nuklir berbasis

Proses Pengolahan Limbah Nuklir Sekas R. DIDIK HERHADY dan SIGIT

Gambar 1. Komposisi bahan bakar sebelum, dan sesudah pemakaian di reaktor air bertekanan (PWR) burn up 33000 MWD/T.

R DIDIK HERHADY dan SIGIT Proses Pengolahan Limbah Nuklir Bekas

Tabel1. Data pengolahan limbah nuklir dengan proses Purex untuk 1 ton bahan bakar U[4]

Uraian 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11

Volum, m3 2,12 10,037 '1,589 3,393 10,829 10,848 '°,922 11,734 14,957 2,519 11,055

Fasa Air

Organik

Air Air _Organik Air Air _Organik Air Air _urganiK HNO3. M 0,95 2,0 0,93 0,2 0,57 1,84 0,06 0,01 0,29

U.M 1,80 < 0,2 _{0,352 0,035 0,323 1,5}

NaNO3, M _{0,03 0,028}

Pu, % 100 < 0,1 > 99,5 _{99,4 0,}

Hasil Belah.% 99,9 < 0,005

Tabel 2. Pengaruh radiasi gamma terhadap keasaman dan hasil ekstraksi.[6]

Oasis radiasi, Keasaman, M

FDRu.U

Rekoveri U. %

Sebelum radiasi

Sesudah radiasi

rad

102 104 106 108 3

_2,96

_2,22

_94,93

3

2,92

2,12

93.54

92,20

3

2,89

2,04

3

2,74

1,97

87,76

R. DJDIK HERHADY daD SIGIT Proses Pengolahan Limbah Nuk/ir Hew

~

Stri-

ping

₁₁

!I

10

Gambar 3. Diagram alir Proses Thorex[4]

Tabel 3. Data proses pengolahan limbah nuklir dengan Proses Thorex.14]

Ekstraksi 3 I Partisi 6 I 7 I 8 Uraian 1 2 4 5 110 1 Laju"l/h HNO3. M AI(NO3)3, M TBP, % Th-232, g/l U, g/l F",M Pa, g/l H3PO4, M FeSO4, M 576 -0,4 0,55 576 -0,21 0,55 2880 1152 -0,3 0,55 1036 -0,4

576

0,01 576 0,19 3794 0,002 760 0,01 760 0,025 794

-42,5

-42,5 <0,01 10.5 0,03

-42,5 <0,01 0,043 0,01 2,5 0,01

-350 0,28 0,06 <0,05 0,21 <10ppm

-58 kelumit 0,025 10ppm >0,053 0,003 0,01 -0,003 0,01

URANIA No. 23-24/Thn.VI/Juli-Oktober 2000

24